JPH07119817B2 - 自律分散型高速増殖炉システム - Google Patents
自律分散型高速増殖炉システムInfo
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- JPH07119817B2 JPH07119817B2 JP1023371A JP2337189A JPH07119817B2 JP H07119817 B2 JPH07119817 B2 JP H07119817B2 JP 1023371 A JP1023371 A JP 1023371A JP 2337189 A JP2337189 A JP 2337189A JP H07119817 B2 JPH07119817 B2 JP H07119817B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
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- Y10S376/911—Plural reactor systems
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、必要規模に対応した熱・電気出力が供給でき
る高速増殖炉システムに係り、特に地下立地方式にも適
した自律分散型高速増殖炉システムに関する。
る高速増殖炉システムに係り、特に地下立地方式にも適
した自律分散型高速増殖炉システムに関する。
高速増殖炉の一例として、「もんじゅ」の炉心部は169
本の燃料ピンを納めた198体の炉心燃料集合体、その内
部に配置されている19体の制御棒、これらを取り囲む17
2体の半経方向のブランケット燃料集合体、そしてその
外側の316体の中性子遮蔽体などで構成されていて、炉
心燃料集合体から出てくる高速中性子をブランケット燃
料集合体で吸収してウランをプルトニウムに転換・増殖
し、中性子遮蔽体で構造部材への中性子の照射量を軽減
している。
本の燃料ピンを納めた198体の炉心燃料集合体、その内
部に配置されている19体の制御棒、これらを取り囲む17
2体の半経方向のブランケット燃料集合体、そしてその
外側の316体の中性子遮蔽体などで構成されていて、炉
心燃料集合体から出てくる高速中性子をブランケット燃
料集合体で吸収してウランをプルトニウムに転換・増殖
し、中性子遮蔽体で構造部材への中性子の照射量を軽減
している。
高速増殖炉はその基本的特徴として高速中性子を核分裂
エネルギー発生と燃料増殖に用いることから稠密炉心と
なる。したがって、大規模化発電炉においては炉心に大
容量の燃料を集積するため炉心反応度変化に対する配慮
が必要となる。これについては高速炉炉心特有の固有の
安全機構、例えば、ドップラー変化などにより反応度が
負に制御されることから炉心の安全性は高く保たれる
が、それらの信頼性を保証するためには炉心構造、制御
などに設計上の制約が課せられ、例えば偏平炉心構造、
炉心膨張を許す構造、炉心中性子束の平坦化制御などが
必要となる。こうした設計上の制約は実用化、特に汎用
的な原子炉利用においては不利な点となっている。これ
は単に炉心を小型化すれば解決されるとは限らず、あく
まで安全と経済性との協調によって設計の合理化を図
り、汎用性を持つ最適な原子炉システムを実現する必要
が課題として存在している。
エネルギー発生と燃料増殖に用いることから稠密炉心と
なる。したがって、大規模化発電炉においては炉心に大
容量の燃料を集積するため炉心反応度変化に対する配慮
が必要となる。これについては高速炉炉心特有の固有の
安全機構、例えば、ドップラー変化などにより反応度が
負に制御されることから炉心の安全性は高く保たれる
が、それらの信頼性を保証するためには炉心構造、制御
などに設計上の制約が課せられ、例えば偏平炉心構造、
炉心膨張を許す構造、炉心中性子束の平坦化制御などが
必要となる。こうした設計上の制約は実用化、特に汎用
的な原子炉利用においては不利な点となっている。これ
は単に炉心を小型化すれば解決されるとは限らず、あく
まで安全と経済性との協調によって設計の合理化を図
り、汎用性を持つ最適な原子炉システムを実現する必要
が課題として存在している。
本発明は上記課題を解決するためのもので、高い安全性
と信頼性を有しながら自律的に稼動し、しかも需要、用
途に応じて出力規模を容易に変化でき、さらに社会に対
するリスクを排除することができる自律分散型高速増殖
炉システムを提供することを目的とする。
と信頼性を有しながら自律的に稼動し、しかも需要、用
途に応じて出力規模を容易に変化でき、さらに社会に対
するリスクを排除することができる自律分散型高速増殖
炉システムを提供することを目的とする。
そのために本発明の自律分散型高速増殖炉システムは、
炉心支持機構を介して原子炉主容器上部デッキから吊り
下げられ、冷却材が充填されたユニット型原子炉容器内
下部に小規模高速増殖炉心が配置され、前記炉心より上
部のユニット型原子炉容器外周に熱交換要素が設けら
れ、炉心部で昇温した冷却材が上昇し、熱交換要素との
熱交換で降温した冷却材が下降する自然循環により自律
的に機能するユニット型原子炉サブシステムを原子炉主
容器内周辺部に複数個分散配置し、原子炉主容器上部デ
ッキから吊り下げられ、給水ラインに接続された下降管
と、下降管と下端部で接続されて蒸気ラインに接続され
た伝熱管とを伝熱板で挟んだプレート状として形成さ
れ、前記ユニット型原子炉サブシステムの熱交換要素と
の熱交換で昇温した原子炉主容器内冷却材が上昇し、伝
熱板との熱交換で下降管を通して給水された水を蒸気に
して降温した原子炉主容器内冷却材が下降する自然循環
により自律的に機能するカートリッジ型の蒸気発生器サ
ブシステムを前記ユニット型原子炉サブシステムそれぞ
れに２個以上が対応するように原子炉主容器中心部に放
射状に配置したことを特徴とする。
炉心支持機構を介して原子炉主容器上部デッキから吊り
下げられ、冷却材が充填されたユニット型原子炉容器内
下部に小規模高速増殖炉心が配置され、前記炉心より上
部のユニット型原子炉容器外周に熱交換要素が設けら
れ、炉心部で昇温した冷却材が上昇し、熱交換要素との
熱交換で降温した冷却材が下降する自然循環により自律
的に機能するユニット型原子炉サブシステムを原子炉主
容器内周辺部に複数個分散配置し、原子炉主容器上部デ
ッキから吊り下げられ、給水ラインに接続された下降管
と、下降管と下端部で接続されて蒸気ラインに接続され
た伝熱管とを伝熱板で挟んだプレート状として形成さ
れ、前記ユニット型原子炉サブシステムの熱交換要素と
の熱交換で昇温した原子炉主容器内冷却材が上昇し、伝
熱板との熱交換で下降管を通して給水された水を蒸気に
して降温した原子炉主容器内冷却材が下降する自然循環
により自律的に機能するカートリッジ型の蒸気発生器サ
ブシステムを前記ユニット型原子炉サブシステムそれぞ
れに２個以上が対応するように原子炉主容器中心部に放
射状に配置したことを特徴とする。
本発明による自律分散型高速増殖炉システムは、一つの
原子炉主容器内に配置される複数の小規模高速増殖炉炉
心を有する小型原子炉、及び蒸気発生器をサブシステム
化し、それぞれ自律的に機能させると共に、各サブシス
テム間は原子炉主容器内を自然循環する冷却材により熱
伝達させるようにして協調的にシステム化し、また蒸気
発生器からの発生蒸気はタービン系へ導かれて発電に利
用され、タービンの復水は蓄熱プールで冷却されてそれ
らの熱は別系統で利用される。また全システムは地下立
地方式で、その高低差を利用し、またその堅固性を利用
して原子炉としての格納系を構成することもできる。
原子炉主容器内に配置される複数の小規模高速増殖炉炉
心を有する小型原子炉、及び蒸気発生器をサブシステム
化し、それぞれ自律的に機能させると共に、各サブシス
テム間は原子炉主容器内を自然循環する冷却材により熱
伝達させるようにして協調的にシステム化し、また蒸気
発生器からの発生蒸気はタービン系へ導かれて発電に利
用され、タービンの復水は蓄熱プールで冷却されてそれ
らの熱は別系統で利用される。また全システムは地下立
地方式で、その高低差を利用し、またその堅固性を利用
して原子炉としての格納系を構成することもできる。
以下、図面を参照しつつ本発明の実施例について説明す
る。
る。
第１図は本発明の自律分散型高速増殖炉システムの一実
施例を示す図、第２図は本発明による自律分散型高速増
殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同
図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速増殖炉の一
実施例を示す図で、第４図はカートリッジ型蒸気発生器
の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同図
（Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器を上方から見
た図である。図中、７はタービン、８は発電機、９は自
律分散型高速増殖炉、10は蒸気ライン、11は凝縮器、12
は復水ポンプ、13は復水脱塩装置、14は加熱器、15はヒ
ートパイプ、16は蓄熱プール、17は熱供給用配管、18は
直接冷却装置ライン、19は給水ライン、20はナトリウ
ム、21は原子炉主容器、22はユニット型原子炉、23はカ
ートリッジ型蒸気発生器、24は直接炉心冷却装置、25は
給水、26は蒸気、27は自生循環の流れ、28は炉心、29は
熱交換要素、30は原子炉主容器上部デッキ、31はユニッ
ト型原子炉容器、32はナトリウム、33は炉心燃料集合
体、34は制御棒、35は増殖用ブランケット集合体、36は
燃料集合体支持ロッド、37は制御棒駆動機構、38は炉心
支持機構、39は炉心支持機構ベローズ、40は自生循環の
流れ、52は伝熱管、53は下降管、54は伝熱板、55はグレ
イロックである。
施例を示す図、第２図は本発明による自律分散型高速増
殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同
図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速増殖炉の一
実施例を示す図で、第４図はカートリッジ型蒸気発生器
の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同図
（Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器を上方から見
た図である。図中、７はタービン、８は発電機、９は自
律分散型高速増殖炉、10は蒸気ライン、11は凝縮器、12
は復水ポンプ、13は復水脱塩装置、14は加熱器、15はヒ
ートパイプ、16は蓄熱プール、17は熱供給用配管、18は
直接冷却装置ライン、19は給水ライン、20はナトリウ
ム、21は原子炉主容器、22はユニット型原子炉、23はカ
ートリッジ型蒸気発生器、24は直接炉心冷却装置、25は
給水、26は蒸気、27は自生循環の流れ、28は炉心、29は
熱交換要素、30は原子炉主容器上部デッキ、31はユニッ
ト型原子炉容器、32はナトリウム、33は炉心燃料集合
体、34は制御棒、35は増殖用ブランケット集合体、36は
燃料集合体支持ロッド、37は制御棒駆動機構、38は炉心
支持機構、39は炉心支持機構ベローズ、40は自生循環の
流れ、52は伝熱管、53は下降管、54は伝熱板、55はグレ
イロックである。
本発明による自律分散型高速増殖炉システムにおいて
は、第１図に示すように、高速増殖炉９からの発生蒸気
は蒸気ライン10を経てタービン７へ導かれ発電機８を作
動させる。タービン７を経た蒸気は凝縮器11により排熱
されて復水し、復水ポンプ12により復水脱塩装置13を経
て加圧され加熱器14を経由して給水ライン19で再び高速
増殖炉９に戻される。凝縮器11における排熱はヒートパ
イプ15を用いて大容量の蓄熱プール16に伝熱される。蓄
熱プール16の熱は熱供給用配管17で熱供給される。ま
た、蓄熱プール16と高速増殖炉９との間に直接冷却装置
ライン18が接続されている。
は、第１図に示すように、高速増殖炉９からの発生蒸気
は蒸気ライン10を経てタービン７へ導かれ発電機８を作
動させる。タービン７を経た蒸気は凝縮器11により排熱
されて復水し、復水ポンプ12により復水脱塩装置13を経
て加圧され加熱器14を経由して給水ライン19で再び高速
増殖炉９に戻される。凝縮器11における排熱はヒートパ
イプ15を用いて大容量の蓄熱プール16に伝熱される。蓄
熱プール16の熱は熱供給用配管17で熱供給される。ま
た、蓄熱プール16と高速増殖炉９との間に直接冷却装置
ライン18が接続されている。
自律分散型高速増殖炉９は第２図に示すように、冷却材
であるナトリウム20を収納した原子炉主容器21内の周辺
に小規模高速増殖炉炉心を有する複数のユニット型原子
炉22が分散配置されてそれぞれ自律的に機能してサブシ
ステム化され、その内側にカートリッジ型蒸気発生器23
が放射状に配置されて同様にそれぞれ自律的に機能して
サブシステム化され、各サブシステム間は後述するよう
にナトリウムが温度差による自然環境を生じて熱伝達を
行い、その結果各サブシステムは協調的に動作してシス
テム化されている。また中心部には直接炉心冷却装置24
が配設された構造になっている。
であるナトリウム20を収納した原子炉主容器21内の周辺
に小規模高速増殖炉炉心を有する複数のユニット型原子
炉22が分散配置されてそれぞれ自律的に機能してサブシ
ステム化され、その内側にカートリッジ型蒸気発生器23
が放射状に配置されて同様にそれぞれ自律的に機能して
サブシステム化され、各サブシステム間は後述するよう
にナトリウムが温度差による自然環境を生じて熱伝達を
行い、その結果各サブシステムは協調的に動作してシス
テム化されている。また中心部には直接炉心冷却装置24
が配設された構造になっている。
ユニット型原子炉22は第３図に示すように、原子炉主容
器21の上部デッキ30に取付けられ、第２図（Ｂ）に示す
ように容器内に複数個分散置されている。ユニット型原
子炉容器31内の炉心28は炉心燃料集合体33、増殖用ブラ
ンケット集合体35及び制御棒34等から構成されている。
炉心燃料集合体33は６〜７体ごとに燃料集合体支持ロッ
ド36で吊り下げられ、また、それらの中心に制御棒34が
位置し、取り外しが容易なようにカートリッジ化してい
る。制御棒34は上方の制御棒駆動機構37によって上下作
動をして反応度変化の制御を主に司っている。炉心支持
機構38は炉心出口の温度変化の影響による熱膨張を排除
し易いように炉心支持機構ベローズ39が設けられてい
る。この膨張はユニット型原子炉容器31のそれよりも変
化が大きく、炉心28及び制御棒34が相対的に熱膨張によ
って引き抜き状態にならないようにしている。
器21の上部デッキ30に取付けられ、第２図（Ｂ）に示す
ように容器内に複数個分散置されている。ユニット型原
子炉容器31内の炉心28は炉心燃料集合体33、増殖用ブラ
ンケット集合体35及び制御棒34等から構成されている。
炉心燃料集合体33は６〜７体ごとに燃料集合体支持ロッ
ド36で吊り下げられ、また、それらの中心に制御棒34が
位置し、取り外しが容易なようにカートリッジ化してい
る。制御棒34は上方の制御棒駆動機構37によって上下作
動をして反応度変化の制御を主に司っている。炉心支持
機構38は炉心出口の温度変化の影響による熱膨張を排除
し易いように炉心支持機構ベローズ39が設けられてい
る。この膨張はユニット型原子炉容器31のそれよりも変
化が大きく、炉心28及び制御棒34が相対的に熱膨張によ
って引き抜き状態にならないようにしている。
また、ユニット型原子炉容器31の外周に熱交換要素29を
設け、発熱する炉心28とともに原子炉主容器21内の下方
に配置して冷却材の自然循環が生じ易い構造としてい
る。したがって、ユニット型原子炉容器31も比較的長尺
となっていて、炉心28の燃料集合体33及びブランケット
集合体35及び制御棒34もこの長尺を利用した前述のよう
な固有の安全機構、即ち熱膨張による炉心反応度の抑制
などを取り入れている。
設け、発熱する炉心28とともに原子炉主容器21内の下方
に配置して冷却材の自然循環が生じ易い構造としてい
る。したがって、ユニット型原子炉容器31も比較的長尺
となっていて、炉心28の燃料集合体33及びブランケット
集合体35及び制御棒34もこの長尺を利用した前述のよう
な固有の安全機構、即ち熱膨張による炉心反応度の抑制
などを取り入れている。
炉心28において加熱されたユニット型原子炉容器31内の
ナトリウム32は浮力により上昇し、自然循環の流れ40を
形成し、ユニット型原子炉容器31の熱交換要素29を介し
て、原子炉主容器21内のナトリウム20へ熱を伝達して冷
却され、原子炉主容器21内には自然循環の流れ27が形成
される。このように、各ユニット型原子炉は、ナトリウ
ム32の自然循環によりそれぞれ自律的に機能し、サブシ
ステム化されている。
ナトリウム32は浮力により上昇し、自然循環の流れ40を
形成し、ユニット型原子炉容器31の熱交換要素29を介し
て、原子炉主容器21内のナトリウム20へ熱を伝達して冷
却され、原子炉主容器21内には自然循環の流れ27が形成
される。このように、各ユニット型原子炉は、ナトリウ
ム32の自然循環によりそれぞれ自律的に機能し、サブシ
ステム化されている。
カートリッジ型蒸気発生器23は第２図（Ｂ）に示すよう
に２〜３個の蒸気発生器が一つのユニット型原子炉に対
応するように放射状に配置されている。
に２〜３個の蒸気発生器が一つのユニット型原子炉に対
応するように放射状に配置されている。
各蒸気発生器は、第４図に示すように大きく蛇行したヘ
アピン形状の伝熱管52と伝熱管52の下部において接続さ
れた下降管53とを、これらを保護し、かつ、熱伝導要素
として作用する板状の伝熱板54を挟み込んでプレート状
にしたもので、伝熱板54、伝熱管52及び下降管53は同一
金属材料で作られている。また、伝熱管52と下降管53は
破損から防護するため２重管構造となっている。蒸気発
生器の上部において伝熱管52は蒸気ライン10に、また、
下降管53は給水ライン19にそれぞれグレイロックで容易
に外部の管と着脱が可能なようにし、カートリッジ式に
容易に交換できるようにしている。
アピン形状の伝熱管52と伝熱管52の下部において接続さ
れた下降管53とを、これらを保護し、かつ、熱伝導要素
として作用する板状の伝熱板54を挟み込んでプレート状
にしたもので、伝熱板54、伝熱管52及び下降管53は同一
金属材料で作られている。また、伝熱管52と下降管53は
破損から防護するため２重管構造となっている。蒸気発
生器の上部において伝熱管52は蒸気ライン10に、また、
下降管53は給水ライン19にそれぞれグレイロックで容易
に外部の管と着脱が可能なようにし、カートリッジ式に
容易に交換できるようにしている。
また、伝熱板54と伝熱管52及び下降管53の空隙部にはヘ
リウムガスを加圧封入し、ガス圧及び湿分等を監視する
ことにより、伝熱管52、下降管53及び伝熱板54の破損を
早期に発見するリーク検出機能を発揮できるようにして
いる。
リウムガスを加圧封入し、ガス圧及び湿分等を監視する
ことにより、伝熱管52、下降管53及び伝熱板54の破損を
早期に発見するリーク検出機能を発揮できるようにして
いる。
蒸気発生器の給水25は下降管53により下部に導かれ、伝
熱管52を上昇しながら高温のナトリウム20から伝熱板54
を介して熱交換を行って蒸気26となる。この熱交換によ
り高温のナトリウム20は温度降下し、下方への自然循環
の流れ27（第２図）を発生する。なお、各蒸気発生器は
原子炉主容器21の上部デッキ30から吊り下げる構造とな
っているので容易に交換することができる。このように
各蒸気発生器とも自律的に機能し、ユニット型原子炉と
同様サブシステム化されている。
熱管52を上昇しながら高温のナトリウム20から伝熱板54
を介して熱交換を行って蒸気26となる。この熱交換によ
り高温のナトリウム20は温度降下し、下方への自然循環
の流れ27（第２図）を発生する。なお、各蒸気発生器は
原子炉主容器21の上部デッキ30から吊り下げる構造とな
っているので容易に交換することができる。このように
各蒸気発生器とも自律的に機能し、ユニット型原子炉と
同様サブシステム化されている。
自律分散型高速増殖炉は以上のような構造になっている
ので、ユニット型原子炉サブシステムの炉心で発生した
熱は自然循環するナトリウム32により、熱交換要素29を
介して原子炉主容器21内のナトリウム20に伝えられ、さ
らにナトリウム20の自然循環により各蒸気発生器サブシ
ステムに伝達される。そして蒸気発生器サブシステムで
発生した蒸気はタービン系へ導かれ発電に利用される。
ので、ユニット型原子炉サブシステムの炉心で発生した
熱は自然循環するナトリウム32により、熱交換要素29を
介して原子炉主容器21内のナトリウム20に伝えられ、さ
らにナトリウム20の自然循環により各蒸気発生器サブシ
ステムに伝達される。そして蒸気発生器サブシステムで
発生した蒸気はタービン系へ導かれ発電に利用される。
直接炉心冷却装置24は緊急時における除熱能力を担保し
ており、直接炉心冷却装置ライン18が接続されている。
ており、直接炉心冷却装置ライン18が接続されている。
複数のユニット型原子炉サブシステムと複数の蒸気発生
器サブシステムから構成される高速増殖炉システムの中
で、例えば一つのユニット型原子炉サブシステムが機能
を停止しても、その核反応停止後の崩壊熱は原子炉主容
器中のナトリウムを介して他のサブシステムとともに協
調的に共通的に自然循環冷却される。これにより、たと
え部分的にサブシステムが故障しても、その他のサブシ
ステムがそれぞれの機能を維持しつつ故障サブシステム
の機能を分担肩代わりし、全システムの崩壊を防ぐ固有
安全構造となっている。またサブシステムは故障に対し
て、ユニットもしくはカートリッジ要素の交換によって
容易に復旧できる構造となっており、しかもその修復が
単純化されているためロボットによる自動復旧作業が容
易である。
器サブシステムから構成される高速増殖炉システムの中
で、例えば一つのユニット型原子炉サブシステムが機能
を停止しても、その核反応停止後の崩壊熱は原子炉主容
器中のナトリウムを介して他のサブシステムとともに協
調的に共通的に自然循環冷却される。これにより、たと
え部分的にサブシステムが故障しても、その他のサブシ
ステムがそれぞれの機能を維持しつつ故障サブシステム
の機能を分担肩代わりし、全システムの崩壊を防ぐ固有
安全構造となっている。またサブシステムは故障に対し
て、ユニットもしくはカートリッジ要素の交換によって
容易に復旧できる構造となっており、しかもその修復が
単純化されているためロボットによる自動復旧作業が容
易である。
本発明の自律分散型高速増殖炉システムは地下の堅固な
岩盤を利用して立地可能である。この場合地下立地は放
射線防護、及び高低落差の十分な構造が取れるため自然
循環による冷却が利用できる。
岩盤を利用して立地可能である。この場合地下立地は放
射線防護、及び高低落差の十分な構造が取れるため自然
循環による冷却が利用できる。
即ち、前述したように、本システムは固有安全機構を利
用しており、またユニット型原子炉の分散配置により大
型炉出力相当の核反応度制御を容易にし、さらにユニッ
ト型原子炉においては自然循環冷却、炉心熱膨張による
反応度制御などを採用している。さらに、地下立地方式
を利用してその堅固な岩盤を放射線隔壁として備え、ま
たその高低差を利用して蒸気水系の自然循環による原子
炉冷却方式を取ることができる。こうした固有安全機構
は本システムを適用した場合のプラントを安全化するの
みならずプラントの運転において制御が単純化するた
め、運転においては高度の知能を要求せずにロボット的
な運転の自由化ができ、運転員の錯誤による事故を防止
できる。
用しており、またユニット型原子炉の分散配置により大
型炉出力相当の核反応度制御を容易にし、さらにユニッ
ト型原子炉においては自然循環冷却、炉心熱膨張による
反応度制御などを採用している。さらに、地下立地方式
を利用してその堅固な岩盤を放射線隔壁として備え、ま
たその高低差を利用して蒸気水系の自然循環による原子
炉冷却方式を取ることができる。こうした固有安全機構
は本システムを適用した場合のプラントを安全化するの
みならずプラントの運転において制御が単純化するた
め、運転においては高度の知能を要求せずにロボット的
な運転の自由化ができ、運転員の錯誤による事故を防止
できる。
第５図は本発明を適用した地下立地方式のエネルギ供給
プラントの概念図、第６図はその原子炉システムの概略
図で、60は作業ロボット、61は作業空間、62は蓄電池、
63は燃料置場、64は岩盤、66は大規模閉空間、67は地
表、68は出入口である。
プラントの概念図、第６図はその原子炉システムの概略
図で、60は作業ロボット、61は作業空間、62は蓄電池、
63は燃料置場、64は岩盤、66は大規模閉空間、67は地
表、68は出入口である。
地下立地方式自律型高速増殖炉エネルギ供給プラントは
自然の堅固な岩盤64を利用して地下に立地する。地下に
おいては、例えば地表67もしくは出入口68から200−300
メートルの深さにおいて、その高低差を自然循環力の発生、
ポンプ揚程の軽減に用いる。また岩盤を利用した放射線
防護、気密維持、放射性物質保持、地震防護さらに大規
模閉空間66、大規模熱容量の蓄熱プール16を設備する。
蓄熱プールからは熱供給用配管17が設備され、近接の都
市等に供給される。
自然の堅固な岩盤64を利用して地下に立地する。地下に
おいては、例えば地表67もしくは出入口68から200−300
メートルの深さにおいて、その高低差を自然循環力の発生、
ポンプ揚程の軽減に用いる。また岩盤を利用した放射線
防護、気密維持、放射性物質保持、地震防護さらに大規
模閉空間66、大規模熱容量の蓄熱プール16を設備する。
蓄熱プールからは熱供給用配管17が設備され、近接の都
市等に供給される。
原子炉システムはサブシステムの自律協調によって運転
される。運転に対する計測制御系はここでは説明は省略
するが、自律協調性を有する人工知能によって構成され
る。運転に伴う保守・交換は作業ロボット60によりなさ
れ、ユニット型原子炉22及びカートリッジ型蒸気発生器
23はそうした作業に適した単体の集合構造となってい
る。原子炉が設置してある空間にはロボット作業空間61
として蓄電池62、燃料置場63などが設備される。
される。運転に対する計測制御系はここでは説明は省略
するが、自律協調性を有する人工知能によって構成され
る。運転に伴う保守・交換は作業ロボット60によりなさ
れ、ユニット型原子炉22及びカートリッジ型蒸気発生器
23はそうした作業に適した単体の集合構造となってい
る。原子炉が設置してある空間にはロボット作業空間61
として蓄電池62、燃料置場63などが設備される。
以上のように本発明によれば、汎用的に、必要規模に対
応した熱・電気出力が供給でき、しかも高安全性、高経
済性、高信頼性を有する高速増殖炉プラントが実現でき
る。特に、安全面においては、炉心を小型分散配置し、
しかも固有安全機構を採用することで単体としての安全
機能を高め、さらに単体が複数体として強調的に機能し
て益々安全を高める事が出来る。また、立地面において
は堅固な地下岩盤を格納として用いることが可能な地下
立地方式を採用でき、放射線防護能力が抜群に増加し、
公衆に対する放射線リスクをほとんど除外できる。一
方、社会に対するシステムの信頼性については、システ
ムが分散化されたサブシステムの集合として機能し、し
かも自律協調的に作動するためサブシステムが部分的に
故障したとしても全システムの崩壊には至らない耐性の
ある高信頼性システムが実現できる。これにより、安定
なエネルギ供給が確立できる。
応した熱・電気出力が供給でき、しかも高安全性、高経
済性、高信頼性を有する高速増殖炉プラントが実現でき
る。特に、安全面においては、炉心を小型分散配置し、
しかも固有安全機構を採用することで単体としての安全
機能を高め、さらに単体が複数体として強調的に機能し
て益々安全を高める事が出来る。また、立地面において
は堅固な地下岩盤を格納として用いることが可能な地下
立地方式を採用でき、放射線防護能力が抜群に増加し、
公衆に対する放射線リスクをほとんど除外できる。一
方、社会に対するシステムの信頼性については、システ
ムが分散化されたサブシステムの集合として機能し、し
かも自律協調的に作動するためサブシステムが部分的に
故障したとしても全システムの崩壊には至らない耐性の
ある高信頼性システムが実現できる。これにより、安定
なエネルギ供給が確立できる。
第１図は本発明による分散型高速増殖炉エネルギー供給
プラントの一実施例を示す図、第２図は本発明による分
散型高速増殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦
断面図、同図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速
増殖炉の一実施例を示す図、第４図はカートリッジ型蒸
気発生器の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面
図、同図（Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器要素
を上方から見た図、第５図は地下立地方式の分散型高速
増殖炉エネルギー供給プラントの概念図、第６図はその
原子炉システムの概略図である。 ９…自律分散型高速増殖炉、20…ナトリウム、21…原子
炉主容器、22…ユニット型原子炉、23…カートリッジ型
蒸気発生器、28…炉心、33…炉心燃料集合体、52…伝熱
管、54…伝熱板、60…作業ロボット、61…作業ロボット
空間、63…燃料置場、66…大規模閉空間。
プラントの一実施例を示す図、第２図は本発明による分
散型高速増殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦
断面図、同図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速
増殖炉の一実施例を示す図、第４図はカートリッジ型蒸
気発生器の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面
図、同図（Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器要素
を上方から見た図、第５図は地下立地方式の分散型高速
増殖炉エネルギー供給プラントの概念図、第６図はその
原子炉システムの概略図である。 ９…自律分散型高速増殖炉、20…ナトリウム、21…原子
炉主容器、22…ユニット型原子炉、23…カートリッジ型
蒸気発生器、28…炉心、33…炉心燃料集合体、52…伝熱
管、54…伝熱板、60…作業ロボット、61…作業ロボット
空間、63…燃料置場、66…大規模閉空間。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 林田 均 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 谷田部 敏男 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 池田 真輝典 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 大平 博昭 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 木曽原 直之 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 軍司 稔 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 仲井 悟 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (72)発明者 大滝 明 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内 (56)参考文献 特開 昭58−216985（ＪＰ，Ａ)
Claims (5)
- 【請求項１】炉心支持機構を介して原子炉主容器上部デ
ッキから吊り下げられ、冷却材が充填されたユニット型
原子炉容器内下部に小規模高速増殖炉心が配置され、前
記炉心より上部のユニット型原子炉容器外周に熱交換要
素が設けられ、炉心部で昇温した冷却材が上昇し、熱交
換要素との熱交換で降温した冷却材が下降する自然循環
により自律的に機能するユニット型原子炉サブシステム
を原子炉主容器内周辺部に複数個分散配置し、 原子炉主容器上部デッキから吊り下げられ、給水ライン
に接続された下降管と、下降管と下端部で接続されて蒸
気ラインに接続された伝熱管とを伝熱板で挟んだプレー
ト状として形成され、前記ユニット型原子炉サブシステ
ムの熱交換要素との熱交換で昇温した原子炉主容器内冷
却材が上昇し、伝熱板との熱交換で下降管を通して給水
された水を蒸気にして降温した原子炉主容器内冷却材が
下降する自然循環により自律的に機能するカートリッジ
型の蒸気発生器サブシステムを前記ユニット型原子炉サ
ブシステムそれぞれに２個以上が対応するように原子炉
主容器中心部に放射状に配置したことを特徴とする自律
分散型高速増殖炉システム。 - 【請求項２】請求項１記載のシステムにおいて、ユニッ
ト型原子炉サブシステムの炉心支持機構は、熱膨張を吸
収するためのベローズが設けられていることを特徴とす
る自律分散型高速増殖炉システム。 - 【請求項３】請求項１記載のシステムにおいて、さらに
蒸気発生器サブシステムからの発生蒸気が導かれるター
ビン系と、タービンの復水を冷却する蓄熱プールを備え
たことを特徴とする自律分散型高速増殖炉システム。 - 【請求項４】請求項３記載のシステムにおいて、周囲に
蒸気発生器サブシステムが放射状に配置された原子炉主
容器中心に、蓄熱プールからの配管が接続された緊急冷
却装置を備えたことを特徴とする自律分散型高速増殖炉
システム。 - 【請求項５】請求項３記載のシステムにおいて、自律分
散型高速増殖炉、高速増殖炉からの発生蒸気が導かれる
タービン系、タービンの復水を冷却する蓄熱プールの全
システムが地下に立地され、自律分散型高速増殖炉のユ
ニット型原子炉、カートリッジ型の蒸気発生器の保守・
交換を作業ロボットで行うようにした自律分散型高速増
殖炉システム。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1023371A JPH07119817B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 自律分散型高速増殖炉システム |
| US07/472,142 US5013519A (en) | 1989-01-31 | 1990-01-30 | Autonomous, decentralized fast breeder reactor system |
| FR909001151A FR2642558B1 (fr) | 1989-01-31 | 1990-01-31 | Systeme de reacteur surregenerateur rapide decentralise autonome |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1023371A JPH07119817B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 自律分散型高速増殖炉システム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02201290A JPH02201290A (ja) | 1990-08-09 |
| JPH07119817B2 true JPH07119817B2 (ja) | 1995-12-20 |
Family
ID=12108692
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1023371A Expired - Lifetime JPH07119817B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 自律分散型高速増殖炉システム |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5013519A (ja) |
| JP (1) | JPH07119817B2 (ja) |
| FR (1) | FR2642558B1 (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE69018644T2 (de) * | 1990-08-14 | 1995-09-07 | Moritaka Ishimaru | Atomkraftwerk und bauverfahren dafür. |
| JPH04140693A (ja) * | 1990-09-29 | 1992-05-14 | Toshiba Corp | タンク型原子炉 |
| US6327323B1 (en) * | 1998-04-17 | 2001-12-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Multiple reactor containment building |
| ITRM20070256A1 (it) * | 2007-05-07 | 2008-11-08 | Susanna Antignano | Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato. |
| US10535437B2 (en) | 2010-02-18 | 2020-01-14 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of nuclear reactor generated energy |
| US9761337B2 (en) * | 2010-02-18 | 2017-09-12 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of nuclear reactor generated energy |
| US9728288B2 (en) * | 2010-02-18 | 2017-08-08 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of energy generated by multiple nuclear reactor systems |
| US9748007B2 (en) * | 2010-02-18 | 2017-08-29 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of energy generated by multiple nuclear reactor systems |
| US8638901B2 (en) * | 2010-12-29 | 2014-01-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimum configuration for fast reactors |
| CA2865607C (en) * | 2012-07-19 | 2021-07-27 | Serbex Tecnologia Y Valores, S.L. | Nuclear power plant and safety system with fuse element and gravity elevator |
| US20170023305A1 (en) * | 2015-07-22 | 2017-01-26 | General Electric Company | Steam generator having an integrated modular heat exchanger |
| FR3146368B1 (fr) * | 2023-03-01 | 2025-02-21 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire à caloporteur liquide et assemblages combustibles solides, intégrant un système d’évacuation de la puissance nominale à bain de métal liquide et à matériau(x) (MCP) pour l’évacuation de la puissance résiduelle en cas accidentel. |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3366545A (en) * | 1965-02-24 | 1968-01-30 | Ca Atomic Energy Ltd | Method of operating a plurality of reactors |
| GB1204314A (en) * | 1966-09-21 | 1970-09-03 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| US3406091A (en) * | 1966-12-12 | 1968-10-15 | Gen Electric Canada | Control system for large reactors |
| FR2112044A1 (en) * | 1970-08-05 | 1972-06-16 | Edf | Sodium-cooled nuclear reactor - with integral heat exchangers |
| ZA74176B (en) * | 1973-01-29 | 1974-12-24 | Babcock & Wilcox Co | Consolidated nuclear steam generator |
| DE2628782A1 (de) * | 1976-06-26 | 1977-12-29 | Interatom | Kernreaktor mit mehreren spaltzonen |
| JPS60177296A (ja) * | 1984-02-24 | 1985-09-11 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
-
1989
- 1989-01-31 JP JP1023371A patent/JPH07119817B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-01-30 US US07/472,142 patent/US5013519A/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-01-31 FR FR909001151A patent/FR2642558B1/fr not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2642558A1 (fr) | 1990-08-03 |
| US5013519A (en) | 1991-05-07 |
| FR2642558B1 (fr) | 1992-02-14 |
| JPH02201290A (ja) | 1990-08-09 |
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